快中子增殖堆
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快中子增殖堆，专业术语，作名词，是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使资源得到充分利用，还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。现阶段基本掌握快中子堆技术的国家为美国、法国、日本、俄罗斯等，真正能有能力实现商业化运营的应该只有俄罗斯一家能够，我国亦广泛开展了该领域的研究，并建成了中国实验快堆。
介绍
快中子增殖堆，全称应为快中子核反应堆，也叫快速增值核反应堆。
产生
现在在用的核反应堆多数为轻水堆（分压水堆和沸水堆）两类，采用铀235为原料，一般自然界铀235的蕴藏量为0.7%，为保证核反应正常进行，一般 轻水堆采用3-4%浓缩铀235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀238废料，铀238不能由中子直接激发裂变产生能量。长期以来核废料的处理一直是一大难题。